Monte Carlo burnup and its uncertainty propagation analyses for VERA depletion benchmarks by McCARD

박호진; 이동혁; 전병규; 심형진

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자료유형: 학술저널

저자정보: 박호진 이동혁 전병규 심형진

저널정보: 한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제50권 제7호

발행연도: 2018.1

수록면: 1,043 - 1,050 (8page)

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For an efficient Monte Carlo (MC) burnup analysis, an accurate high-order depletion scheme to considerthe nonlinear flux variation in a coarse burnup-step interval is crucial accompanied with an accuratedepletion equation solver. In a Seoul National University MC code, McCARD, the high-order depletionschemes of the quadratic depletion method (QDM) and the linear extrapolation/quadratic interpolation(LEQI) method and a depletion equation solver by the Chebyshev rational approximation method (CRAM)have been newly implemented in addition to the existing constant extrapolation/backward extrapolation(CEBE) method using the matrix exponential method (MEM) solver with substeps. In this paper, thequadratic extrapolation/quadratic interpolation (QEQI) method is proposed as a new high-order depletionscheme. In order to examine the effectiveness of the newly-implemented depletion modules inMcCARD, four problems in the VERA depletion benchmarks are solved by CEBE/MEM, CEBE/CRAM, LEQI/MEM, QEQI/MEM, and QDM for gadolinium isotopes. From the comparisons, it is shown that the QEQI/MEM predicts kinf's most accurately among the test cases. In addition, statistical uncertainty propagationanalyses for a VERA pin cell problem are conducted by the sensitivity and uncertainty and the stochasticsampling methods.

참고문헌 (20)

참고문헌 신청

D.I. Poston / 1998 / Users Manual, Version 1.00 for MONTEBURNS, Version 3.01

K. Okumura / 2000 / Validation of a continuousenergy Monte Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment / J. Nucl. Sci. Technol 37(2):128

R. Reyes-Ramírez / 2010 / Comparison of MCNPX-C90 and TRIPOLI-4-d for fuel depletion calculations of a gas-cooled fast reactor / Ann. Nucl. Energy 37(8):1101

심형진 / 2012 / MCCARD: MONTE CARLO CODE FOR ADVANCED REACTOR DESIGN AND ANALYSIS / Nuclear Engineering and Technology 44(2):161~176

J. Leppanen / 2013 / Serpentea Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code

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